ВЕСТНИК НЯЦ

Выберите параметры поиска

Исследование ресурсной работоспособности и живучести ТВС реакторов

Авторы: Дьяков Е.К., Подладчиков Ю.Н., Федик И.И., Талызин В.М., Уласевич В.К.

Ключевые слова: стендовый комплекс «Байкал-1», реактор ИВГ.1

Загрузить PDF
Изложены возможные параметры испытаний ТВС а реакторе ИВГ.1 на стендовом комплексе «Байкал-1». Предложены варианты компоновки A3 реактора, позволяющие одновременно испытывать несколько десятков ТВС реактора ЯРД при форсировании мощности отдельных ТВС до 7-9 МВт. Разработана методика и технология постановки таких экспериментов.

Методика подготовки, проведения и результаты исследования живучести ТВС реактора ЯРД при ресурсных испытаниях

Авторы: Дьяков Е.К., Грознов В.Н., Зеленский Д.И., Таубин М.Л., Тухватулин Ш.Т., Щербатюк В.М., Дараган И.Д.

Ключевые слова: ТВС, реактор ИВГ.1, реактор ЯРД

Загрузить PDF
Изложены методика и результаты первой серии предварительных испытаний ТВС реактора ЯРД в реакторе ИВГ.1. Предложена типовая диаграмма пусков реактора, основная особенность которой заключается в одновременном подъеме мощности реактора и расхода газа через него на режиме 3 и в способе обеспечения программных температур РT на режиме 4. Проведено 9 пусков реактора ИВГ.1. Испытана 31 тепловыделяющая сборка реактора ЯРД. Выявлена необходимость доработки теплоизоляции.

Экспериментально-расчетная модель определения полей энерговыделения в ТВС прототипов реакторов ЯРД

Авторы: Котов В.М., Черепнин Ю.С., Чертков Ю.Б., Беляков В.В.

Ключевые слова: ТВС, реактор ИВГ.1, реактор ЯРД, ядерный ракетный двигатель

Загрузить PDF
Исследование полей энерговыделения по объему реактора и входящих в состав его активной зоны тепловыделяющих сборок представляет собой один из этапов физических исследований. Эта задача особенно актуальна для реакторов ИВГ.1 и ИРГИТ, несерийных энергетических установок – прототипов реакторов ЯРД. Основной принцип методик измерения распределения энерговыделения по объему тепловыделяющих сборок и активной зоны реактора заключается в активации (облучении) измерительных твэлов и других детекторов на небольших уровнях мощности реактора с последующим измерением наведенной в них гамма-активности, обусловленной радиоактивными продуктами деления и продуктами активации.

Обзор экспериментальных исследований, выполненных на реакторе ИВГ.1 в 1972...1994 годах

Авторы: Пивоваров О.С.

Ключевые слова: экспериментальный стенд, реактор ИВГ.1

Загрузить PDF
В настоящем докладе дан обзор экспериментальных исследований, выполненных на реакторе ИВГ.1 по программам разработки высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов космического назначения в 1972...1988 годах, а также после реконструкции реактора в 1990...1994 годах. 

Реактор ИВГ.1. опыт обеспечения безопасности испытаний

Авторы: Колодешников А.А., Васильев Ю.С., Тухватулин Ш.Т., Пивоваров О.С., Чертков Ю.Б., Уренский Н.А.

Ключевые слова: стендовый комплекс «Байкал-1», реактор ИВГ.1

Загрузить PDF
7 марта 1975 года был проведен энергетический пуск (ЭП) реактора ИВГ.1, положивший начало крупномасштабным и длительным испытаниям на стендовом комплексе «Байкал-1» ТВС и активных зон реакторов ЯРД. При подготовке и проведении ЭП и последующих испытаний значительное внимание уделялось безопасности проведения экспериментов. Надежность и эффективность мер безопасности, принятых на основании разработанных методических подходов и с учетом постоянно накапливаемого практического опыта, была подтверждена результатами реакторных испытаний элементов и узлов ЯРД, проведенных в период с 1975 по 1988 гг.

Исследование керамических твэлов, облученных в технологических каналах АТК реактора ИВГ.1

Авторы: Дерявко И.И., Колодешников А.А., Пивоваров О.С., Стороженко А.Н.

Ключевые слова: реактор ИВГ.1, технологические каналы АТК, керамические твэлы

Загрузить PDF
Известно (напр., [1-3]), что для обеспечения транспортных потребностей в ближнем космосе предполагается использование наземных реактор-лазерных установок ЯГДУ. В таких установках высокотемпературный газоохлаждаемый реактор служит для тепловой накачки высокоскоростного большерасходного потока рабочего газа, а мощный газодинамический лазер – для вывода на околоземные орбиты и маневрирования летательных аппаратов (в которых тяга создается за счет испарения твердого или разогрева газообразного рабочего тела лазерным лучом). Летательные аппараты с тягой, создаваемой через посредство лазера наземной ЯГДУ, могут использоваться для периодической доставки небольших, но важных грузов на космические спутники, станции, энергетические платформы и энерго-двигательные установки; для перевода отработавших космических аппаратов на безопасные орбиты; для очистки ближнего космоса и т.д.

Реактор ИВГ.1. опыт и итоги 30-летней эксплуатации

Авторы: Васильев Ю.С., Тухватулин Ш.Т., Пивоваров О.С., Тихомиров Л.Н., Колбаенков А.Н., Колодешников А.А., Черепнин Ю.С., Сметанников В.П., Уласевич В.К., Дьяков Е.К., Денискин В.П., Федик И.И., Павшук В.А., Пономарев-Степной Н.Н.

Ключевые слова: стендовый комплекс «Байкал-1», реактор ИВГ.1, ядерный ракетный двигатель, ЯЭДУ

Загрузить PDF
В середине 70-х годов на территории Семипалатинского ядерного испытательного полигона (находящегося в Республике Казахстан) для экспериментальной отработки ЯРД в целом и его отдельных узлов был создан стендовый комплекс «Байкал-1». Исследовательский реактор ИВГ.1 был одной из основных экспериментальных установок, входящих в состав стендового комплекса. Этот реактор предназначался для отработки ТВС и модулей активных зон реакторов ЯРД и ЯЭДУ различных типов.

Рентгенографическое исследование остаточных напряжений в безоболочковых карбидных твэлах

Авторы: Дерявко И.И.

Ключевые слова: реактор ИВГ.1, безоболочковые стержневые карбидные твэлы, реактор ИРГИТ

Загрузить PDF
Известно (см., напр., [1, 2]), что состояние безоболочковых стержневых карбидных твэлов, прошедших испытания в проточных водородоохлаждаемых технологических каналах реакторов ИВГ.1 и ИРГИТ на двигательном режиме (ДР) реакторов космических установок ЯРД и ЯЭДУ, в значительной степени зависело от конкретных условий испытаний. Так, у твэлов, испытанных в каналах типа ТК300, ТКМ, ТКТ и ТК100 на режимах, заметно сниженных по сравнению с номинальными для режима ДР, обнаруживалось вполне удовлетворительное состояние: поврежденность твэлов поверхностными трещинами и поломки топливных стержней были единичными явлениями, осевые закрутки пучков твэлов в нагревных секциях (НС) были небольшими, возрастание коэффициента гидравлического сопротивления (КГС) трактов охлаждения тепловыделяющих сборок (ТВС) также было небольшим. 

Контроль коррозии деталей исследовательского реактора ИВГ.1М по их образцам-свидетелям

Авторы: Кожахметов Е.А., Коянбаев Е.Т., Дерявко И.И., Даулеткелдыев А.Д.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, реактор, реактор ИВГ.1, коррозионное состояние деталей центральной сборки, проверки технического состояния

Загрузить PDF
В целях обеспечения требований по безопасной эксплуатации ядерных установок на модернизированном реакторе ИВГ.1М (а до модернизации – и на реакторе ИВГ.1) проводились и проводятся периодические проверки их технического состояния, причем для отслеживания коррозионного состояния деталей центральной сборки как реактора ИВГ.1, так и реактора ИВГ.1М использовались и используются одни и те же образцы-свидетели стержневого типа из нержавеющей стали марки 08Х18Н10Т, бериллия, титан-гадолиниевого сплава ТГ702 (Тi+9%Gd) и цирконийниобиевого сплава Э110 (Zr+1%Nb), установленные в ячейки бериллиевого вытеснителя реактора ИВГ.1 еще в 1975 году. Последнее обусловлено тем, что конструкция центральной сборки реактора ИВГ.1 практически полностью сохранена в реакторе ИВГ.1М. Форма образцов-свидетелей в вытеснителе реактора – стержни длиной ~56 мм и гантелевидные стержни длиной ~28 мм. Все бериллиевые образцы-свидетели защищены одним из трех типов покрытий: белым эматалевым, черным оксидным или серым оксидным (покрытия созданы методами анодирования).